氢气风险相关论文
应用一体化严重事故分析MAAP5程序，建立三代非能动核电厂的安全壳模型，选取核电厂一回路主管道发生双端断裂叠加PRHR失效、IRWST重力......
由于大型压水堆安全壳的自由体积比较大,具有较强的压力承载能力,一般被认为不存在整体氢气风险,但是安全壳内部构造复杂,氢气容易......
国际热核聚变实验堆(ITER)是一个托卡马克装置。在长期运行条件下,在快速原子、离子的轰击等作用下,ITER真空腔内会积累大量灰尘。......
针对非能动氢复合器催化板开展了表面催化反应与流动传热耦合特性机理实验研究,分析了不同入口流速和入口氢浓度对化学反应与流动......
针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-......
日本福岛核事故后,氢气风险对于安全壳完整性的挑战成为反应堆安全设计的热点问题。当前的氢气风险分析普遍采用一体化分析程序,对......
核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气风险。在福清核电5、6号机组的设计中,针对严重事故后氢气风险的预防和缓解采......
以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象，结合电厂现行严重事故管理导则（SAMG），研究安全壳严重威胁状态下的氢......
核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气浓度。除安全壳整体外,局部隔间的氢气浓度同样是关注的重点。本文采用一体化......
严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选......
本文采用集总参数法,在先进非能动压水堆核电厂严重事故一体化分析模型基础上,考虑先进压水堆非能动安全特性以及严重事故下采取熔......
采用模块化严重事故计算工具，对秦山二期核电厂大破口失水事故（LB-LOCA）、小破口失水事故（LB-LOCA）和全厂断电（SB0）诱发的严重事故序列以......
核电厂在严重事故时会有大量氢气释放到安全壳中,为研究氢气在安全壳内的分层、混合、复合等复杂现象,OECD发起了SETH-2项目。在SE......
针对我国二代改进型三环路核电厂乏燃料水池冷却管线破口事故（LOCA）引发的严重事故,使用MECLOR1.8.6程序进行了建模计算,分析研究了......
梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开......
本文以典型压水堆核电机组为研究对象,采用MAAP程序对全厂断电(SBO)叠加不同尺寸破口(LOCA)的冷却剂丧失事件导致的严重事故工况进......
针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-......
本文在直径为2m,高度为4m的圆柱型罐体上,进行点火器位于罐内下部位置,混合气体中氢气体积分数依次为4.33%、5.17%、7.38%和9.38%......
福岛核事故暴露了乏燃料水池安全研究的不足，尤其是氢气风险评价方面的不足。根据IA EA及我国相关法规要求，应对核电厂乏燃料水池发......
基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显......
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采用流体动力学软件GASFLOW对AP1000核电厂进行建模,在建模过程中,采用的直角坐标系的设置可以增加系统模型的准确性。采用MAAP计......
在压水堆核电厂严重事故进程中,锆合金包壳与水蒸汽反应和压力容器外的熔融堆芯与混凝土相互作用等过程会产生大量的氢气,并释放到......
严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳......
福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求......
采用一体化严重事故分析工具，对600MWe压水堆核电厂严重事故下氢气风险及拟定的氢气控制系统进行分析。结果表明：相对于小破口失水始......
核电厂在严重事故期间会产生大量氢气并释放到安全壳内,威胁安全壳的完整性。应用氢气风险分析程序GASFLOW对先进压水堆核电站在大......
应用安全壳内氢气安全分析程序(GASFLOW)模拟了岭澳核电站二期在失去给水+未能紧急停堆的预计瞬变(LOFW+ATWS)事故下安全壳内氢气......
21世纪初,国家原子能机构将功率为300MWe以下的反应堆定义为小型堆,与大型堆相比小型反应堆建造周期短,初始投资也比较小,能够进行......
AP1000核电厂发生严重事故时,如果冷却剂丧失,反应堆堆芯得不到足够的冷却,堆芯燃料元件和结构材料在燃料衰变热的作用下,温度将持......
随着核动力装置在舰船上的广泛应用,船用核反应堆的安全分析己成为必然,并且得到越来越高的关注。舰船的航行环境变化多端,有时需......
